Development of reactor vessel thermal-hydraulic analysis method in natural circulation conditions; Investigation of interwrapper Gap model

自然循環崩壊熱除去時炉容器内熱流動解析評価手法の整備; 集合体間ギャップ部モデルの検討

浜瀬 枝里菜 ; 堂田 哲広  ; 小野 綾子 ; 田中 正暁  ; 三宅 康洋*; 今井 康友*

Hamase, Erina; Doda, Norihiro; Ono, Ayako; Tanaka, Masaaki; Miyake, Yasuhiro*; Imai, Yasutomo*

ナトリウム冷却高速炉の設計において、浸漬型直接炉内冷却器を用いた自然循環崩壊熱除去時に生じる炉心-プレナム相互作用現象を評価するため、炉心部の熱流動解析の計算負荷を合理的に低減した炉容器内熱流動解析評価手法を整備している。本研究では、集合体間ギャップ部(IWG)に着目し、計算負荷を軽減した実用的なIWGモデル整備を目的として、IWGのメッシュ分割と圧力損失相関式を用いたモデルの組合せが炉心内温度分布の再現性に与える影響についてナトリウム試験解析により確認した。

We have been developed a thermal-hydraulic analysis model in the reactor vessel using the computational fluid dynamics code with a low computational cost to evaluate core-plenum interactions during a natural circulation decay heat removal using a dipped-type direct heat exchanger in a design of sodium-cooled fast reactors. In this study, we investigate the coarse mesh modeling of interwrapper gap (IWG) using correlations for the purpose of the development of a practical model which can reduce the computational cost maintaining the prediction accuracy. An influence of combinations of the coarse mesh and the correlation for pressure loss in the IWG on the thermal-hydraulics and the core temperature distribution is revealed through the numerical analysis of a sodium experiment.